含球形凹坑球壳构件剩余强度系数的计算

研究了球壳表面球形凹坑断面面积的计算方法,建立了计算公式,应用API579局部减薄2级评定方法,分别对外壁和内壁含球形凹坑的球壳建立了剩余强度系数RSF的计算方法;分析了球壳凹坑RSF计算结果的规律性,用表格按球壳凹坑的两个参量a和g列出了能直接用于工程评定的含凹坑球壳的RSF值,并提出了内壁含球形凹坑球壳免于评定的简便判据。对GB／T19624中球形容器凹坑的评定方法进行了讨论。     

含凹坑圆柱壳的剩余强度系数

应用API579局部减薄2级评定方法的原理，研究了含椭球面和球面凹坑圆柱壳剩余强度系数（RSF）的计算方法，建立了简便的计算公式；系统地计算了轴向含椭球面和球面凹坑圆柱壳的RSF值，并用表格按圆柱壳椭球面凹坑的两个参量a和g列出了能直接用于工程评定的RSF值。对GB／T19624中圆筒形容器的凹坑评定方法进行了讨论。     

反应堆压力容器接管区角裂纹应力强度因子影响系数法适用性分析

分别采用有限元法(FEM)和合乎使用(FFS)规范ASMEⅪ附录G,API 579,RCC-MRx中的影响函数法计算了断裂力学参数,求解了不同工作载荷和不同裂纹尺寸下的反应堆压力容器接管区角裂纹应力强度因子(SIF),对比了不同方法中SIF计算结果的差异,并讨论了采用不同合乎使用规范进行工程结构断裂参量计算的适用性。结果表明,对于裂纹前缘最深点应力强度因子的计算,随着裂纹尺寸的增加,基于API 579和方法2的SIF结果由不保守约10.00%逐渐变化为保守约10.00%;RCC-MRx方法的保守度为12.50%和20.00%之间;ASME方法1的SIF结果的不保守度逐渐增大,最大不保守程度可达到15.00%左右。对于裂纹前缘SIF最大值的计算,API 579,ASME方法1和ASME方法2的不保守度可接近20.00%;ASME方法2比其他3种方法的不保守度更大,最高可达34.65%。现有的FFS规范方法不适用于计算接管区角裂纹前缘的最大值,需要发展新的计算方法或公式。     

含凹坑缺陷的压力管道的失效率

根据SAPV－96，即《含缺陷压力容器安全评定》中的延性断裂准则，以凹坑深度Z为广义强度，以管道压力p为广义应力，得出了含凹坑缺陷的压力管道的安全裕度M；提出了计算其可靠性指标β的快速收敛迭代算法－三阶段法；求出了其失效率Pf，并讨论了Pf随Z和p的均值及变异系数的变化。     

含局部减薄缺陷圆柱壳的评定方法

在含局部减薄缺陷圆柱壳承压构件的完整性评定中,BS 7910,API 579和Janelle评定方法备受关注。采用100多个纵向含矩形面积缺陷承压管爆破失效的试验剩余强度系数RSFb,检验和评价了三种评定方法中剩余强度系数RSF计算式的精度,当α=a/t≥0.7时,三种方法都可能不安全;对BS 7910单个矩形缺陷计算式RSFB的鼓胀系数作了重要修正,建立了改进的1级评定方法的计算式RSFL;并提出了类似于API 579 2级评定的评定方法。     

内压作用下含双外凹坑缺陷压力管道的评定方法研究

通过有限元软件ABAQUS计算了内压作用下含双外凹坑压力管道的极限载荷,讨论了在不同深度作用下,两个凹坑沿轴向和环向排列时的极限载荷变化,并认为凹坑的深度为影响极限载荷的主要因素,凹坑沿轴向、环向排列为次要因素。最后对所计算模型,分别应用BS7910-2005,ASMEB31C-2009,API579—1ASMEFFS-1-2007与GB／T19624-2004等标准对多凹坑处理方法进行分析。     

评定含局部减薄缺陷圆柱壳的新公式及其应用

应用实验数据,选用能自动识别区域的简单函数,分区域拟合含缺陷圆柱壳的鼓胀系数M1,建立了计算含矩形缺陷圆柱壳剩余强度系数(RSF)的新公式,其计算精度高于或相当于API 579 1级评定和BS 7910中相应的计算公式；采用鼓胀系数M1,给出了2级评定相应的计算公式；应用20段评定法分别建立了轴向含三角形、椭圆形和圆弧形凹坑圆柱壳的剩余强度系数计算公式,计算了含三角形和椭圆形凹坑圆柱壳的RSF1值,并用表格列出了能直接用于工程评定的RSF1值.     

含多局部减薄缺陷压力管道的安全评定方法讨论

局部减薄是压力管道常见的一种体积型缺陷,在管道的服役过程中不仅会出现单个局部减薄缺陷,甚至会有多个局部减薄缺陷。通过有限元方法模拟内压作用下含双局部减薄缺陷管道获得其极限载荷,讨论了在不同的轴向和环向排列方式以及不同的局部减薄相对深度下,两局部减薄缺陷间的距离对压力管道极限载荷影响程度的差异。然后对所计算模型应用API 579-1 ASMEFFS-1—2007《适合服役》与GB/T19624—2004《在用含缺陷压力容器安全评定》中对多局部减薄(凹坑)处理方法进行评定,并与有限元得到的结果进行比较,发现两评定规范既存在着保守性,也存在着不安全性。最后对两评定规范所论述的方法进行修正,提出了一种新的用于内压作用下含多局部减薄缺陷管道的多局部减薄处理方法。     

含局部减薄缺陷管道的极限载荷分析

建立了含缺陷管道失效的数值模型,采用非线性有限元方法对其极限载荷进行了研究,分析了局部减薄缺陷参数对管道极限载荷的影响,并将计算结果与API579准则的评价结果进行了对比,分析了二者产生差异的原因。研究结果表明,极限载荷随缺陷深度和缺陷长度的增加而呈明显下降趋势,但当缺陷长度达到一定值时,其继续增加对管道极限载荷的影响不再明显。缺陷长度较小时,有限元计算结果与API579准则给出的结果相吻合;缺陷深度和长度都较大时,API579准则并不适用。     

采用分析设计评价尿素合成塔上封头腐蚀凹坑的安全性

运用有限元方法研究某厂尿素合成塔上土封头腐蚀凹抗的弹性应力分布与应力集中系数，并用分析设计方法对直径540mm，深度45mm的球缺形凹坑进行了强度校核，其结果是安全的。     

尿素合成塔缺陷评定

为确保尿素合成塔安全运行，采用失效评定图对尿素合成塔进行了缺陷评定。鉴于有限元分析技术可以针对尿素合成塔这一特定结构建立精细的分析模型进行参数分析，能够大大地提高结果的准确度，采用有限元方法计算评定参数。建立含裂纹结构的尿素合成塔缺陷三维分析模型，通过节点位移插值计算应力强度因子；基于塑性屈服和裂纹稳态扩展准则求得结构的极限载荷；利用SINTAP中的失效评定曲线进行缺陷评定与1～4年后的安全预评定。结果表明，目前设备处于安全状态，安全裕度为0．2026，1—2年后设备仍安全，第3年临界安全，第4年设备失效。     

天然气加热炉盘管安全评价

某天然气加热炉盘管经检测含多处腐蚀缺陷,用API 579—2000中的体积型缺陷评价方法对其进行了安全评价。评价结果表明：临界腐蚀深度为4．814mm,所有检测到的腐蚀缺陷均可接受,盘管极限压力为30．82MPa,检测周期为4．08年。     

SY/T6477-2000与API RP579-2000含体积型缺陷管道评定方法对比

通过SY／T6477-2000与API579-2000中含体积型缺陷管道评定方法的比较，找出两者差异对其加以分析，并对这些方面提出一些建议，有效防止使用标准时造成差错，为今后的标准编制提供参考。     

KSNP+ reactor vessel head drop analysis for a 5.5M free fall

The KSNP⁺ RV closure head drop analysis was carried out to assess the reactor core coolability in case of the RV closure head drop accident during the refueling operation. The analysis consists of a number of different RV head drop scenarios as the postulated accident events during refueling that include a concentric head drop case and three different cases of laterally offset head drop cases. The analysis was initiated due to the adoption of the IHA (Integrated Head Assembly) in the KSNP⁺ reactor design, which increases the weight of the RV closure head assembly. Four different analysis models were developed that correspond to the RV head drop analysis scenarios. An in-house dynamic analysis code was used for the RV head drop analysis. The entire reactor internals and fuel assemblies are modeled by using lumped masses and spring elements. Because of the extreme load exerted by RV head drop, most members experience stresses that are beyond the elastic limits. A separate elastic—plastic analysis for some members was carried out and the resulting load-deflection curve was used as the stiffness of the element. The effect of water above the reactor vessel in the refueling pool was ignored for the conservative estimation of the analysis. The analysis shows that the concentric head drop is the most severe case of loading condition. It also reveals that the local deformation of some reactor internals and the fuel assemblies is occurred; however the primary membrane stresses are within the bound of allowable stress limits. Consequently the reactor core remains in coolable state.